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Subchannel analysis of CHF experiments for tight-lattice core

稠密炉心限界熱流束実験のサブチャンネル解析

中塚 亨; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大久保 努; 秋本 肇; 岩村 公道

Nakatsuka, Toru; Tamai, Hidesada; Kureta, Masatoshi; Okubo, Tsutomu; Akimoto, Hajime; Iwamura, Takamichi

低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱的余裕を評価することは重要である。本研究では、サブチャンネル解析の稠密格子炉心への適用性を評価するため、COBRA-TFを用いて稠密格子限界熱流束実験を解析した。軸方向一様加熱バンドルに対して、COBRA-TFによる限界出力予測値は質量速度が500kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより低流量側で測定値より低い値に、高流量側で測定値より高い値となる。BT予測位置は、外周チャンネルで、実験とは異なった。軸方向二重出力分布バンドルでは、質量速度が200kg/(m$$^{2}$$s)付近で測定値とよく一致し、これより高流量側で測定値より高い値となった。摩擦損失の二相増倍係数がサブチャンネル間の流量分布に大きな影響を与えることがわかった。計算の精度を向上するためには、稠密な体系における圧力分布の予測を含めた流量配分の正確な予測が求められる。

It is important to evaluate thermal margin of the tight lattice core in the Reduced-Moderation Water reactor (RMWR). In the present study, to assess the applicability of subchannel analysis for tight lattice cores, tight lattice CHF experiments were analyzed with COBRA-TF code. For the axial uniform heated rod bundle, the code gives good prediction of critical power for mass velocity of around 500kg/(m$$^{2}$$s), while the code underestimates it for lower mass velocity and overestimates for higher mass velocity. The predicted BT position was outer channels and differed from the measured position. For the axially double-humped heated bundle, the code gives good prediction for mass velocity of around 200kg/(m$$^{2}$$s), and overestimates for higher mass velocity. It turned out that the two-phase multiplier of friction loss have a large influences on the flow distribution among the subchannels. To improve the calculation accuracy, it is required to predict precisely the flow distribution including the prediction of pressure distribution in a tight lattice bundle.

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